Journal Issue:
Известия вузов. Ядерная энергетика

Уменьшенное изображение
Volume
2025
Number
03
Issue Date
Journal Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Уменьшенное изображение
Том журнала
Известия вузов. Ядерная энергетика
Известия вузов. Ядерная энергетика (2025)
Статьи
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Колонка редактора
(НИЯУ МИФИ, 2025) Троянов В. М.
Уважаемые читатели! Этот номер журнала посвящен одновременно двум событиям – 80-летию атомной отрасли и 60-летию первой промышленной атомной станции в СССР – Белоярской АЭС. Значение этих событий для инновационного развития страны трудно переоценить. Развернутую оценку им дал генеральный директор Госкорпорации «Росатом» А.Е. Лихачев в своем обращении к читателям журнала «Известия вузов. Ядерная энергетика», сделанном во время его визита на Белоярскую АЭС в июле 2025 г. Редакция провела специальную подготовку номера журнала совместными усилиями с работниками Белоярской АЭС, УрФУ, ОКБМ Африкантов, ГНЦ РФ – ФЭИ и некоторых других организаций подготовила набор статей, отражающих наиболее интересные и важные в тематическом плане вопросы жизненного цикла блоков Белоярской АЭС – от фундаментальных и прикладных научных исследований до подготовки кадров и вывода блоков из эксплуатации. Формат журнальных статей не позволил обсудить множество других очень важных вопросов – приношу извинения читателям, которые считают полезным их вынести на обсуждение на страницах журнала и не находят их в этом номере. Присылайте статьи, мы постараемся быть объективными и предоставить страницы для дискуссий! Работая над подготовкой этого номера, мы поняли, что сухое изложение технических вопросов не дает возможности оценить «человеческий фактор». Поэтому колонка редактора включает в себя в этот раз не только обращение генерального директора Госкорпорации «Росатом», но и обращение к читателям со стороны руководства Белоярской АЭС и Уральского федерального университета – главной кузницы кадров для Белоярской АЭС. Считаем уместным назвать имена людей, которые делали эту белоярскую историю! Нам предстоит вместе решить еще много задач на пути создания новой ядерной энергетики. Пожелаем соратникам успехов!
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Первенец коммерческой атомной энергетики и ориентир для энергетики будущего
(НИЯУ МИФИ, 2025) Шутиков, А. В.; Сидоров, И. И.; Носов, Ю. В.; Щеклеин, С. Е.
Производство и потребление электрической энергии и топлив для энергетики и транспорта в ХХI в. требуют все больших объемов ископаемых природных энергоносителей – угля, газа, нефти и урана. Только органических топлив потребляется в настоящее время более 20 млрд. тонн условного топлива ежегодно. Такие масштабы извлечения и использования энергоносителей при современном технологическом уровне их использования (термодинамические циклы Ренкина, Брайтона, Отто и Дизеля) приводят к изменению температурного режима планеты вследствие прямого сброса в геосферу огромных потоков тепловой энергии низкого потенциала, а также эмиссии в атмосферу трехатомных газов, нарушающих радиационный теплообмен поверхности планеты и окружающего космического пространства, т. е. создающих парниковый эффект. Имеется необходимость снижения негативных климатических последствий, связанных с производством электрической энергии с применением уже полностью освоенных технологий атомной и тепловой энергетики. Делается попытка преодоления современных температурных ограничений АЭС с легководными реакторами с использованием опыта эксплуатации энергоблоков АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС. Рассматривался вариант ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) АЭС, включающей в себя реактор, парогенератор и другое оборудование первого контура, генерирующей насыщенный пар, который далее поступает в котел-пароперегреватель, обогреваемый органическим топливом. Способ повышения КПД АЭС путем ядерного перегрева пара был реализован на кипящих реакторах канального типа АМБ (Россия) и корпусного типа «Гроссвальцгейм» (ФРГ), но не получил дальнейшего развития, главным образом, из-за необходимости применять в активной зоне реактора жаропрочные и жаростойкие стали и сплавы, снижающие эффективность использования уранового топлива в реакторах на тепловых нейтронах. Применение неядерного огневого перегрева пара в 60 – 70-х годах на АЭС «Индиан-Пойнт-1», «Элк-Ривер» (США), «Линген» (ФРГ) было вынужденной мерой борьбы с большой влажностью пара в турбинах, вызывающей трудности при их эксплуатации вследствие низких начальных параметров генерируемого пара. Уровень термодинамических параметров пара современных АЭС существенно выше, как и экологические требования к современным ТЭС. В связи с этим возникает интерес к анализу возможностей синергетического использования ТЭС и АЭС. Авторами выполнен анализ эффективности экологического воздействия гибридной атомно-тепловой электростанции на базе ЯППУ Российского проекта АЭС с реактором ВВЭР-1200. Показано, что путь радикального снижения экологических нагрузок от энергетических объектов в обозримой перспективе – это создание гибридной энергетики на основе освоенных технологий ВВЭР с использованием неядерного «огневого» перегрева пара до параметров современных ТЭС и восполнения ядерного топлива путем использования реакторов типа БН, а в дальнейшем быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем (БРС) и термоядерных реакторов (ТЯР). Рассмотренные варианты реализации термодинамических циклов подобных электростанций показывают их высокую энергетическую и экологическую эффективность. По сравнению с «обычной» АЭС они обладают более высоким КПД, меньшей величиной удельных капиталовложений, а по сравнению с «обычной» ТЭС – меньшим потреблением топлива, меньшими выбросами парниковых газов и других продуктов сгорания, а также меньшей величиной топливной составляющей себестоимости энергии.
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Проект реакторной установки БН-1200М для реализации в составе энергоблока № 5 Белоярской атомной электростанции
(НИЯУ МИФИ, 2025) Васяев, А. В.; Керекеша, А. В.; Крюков, А. Н.; Марова, Е. В.; Носов, Ю. В.; Рогожкин, С. А.; Сидоров, И. И.; Смелов, А. Ю.; Шепелев, С. Ф.
Цель работы – представление состояния разработки и обоснования проекта коммерческого энергоблока нового поколения 4 с реактором БН-1200М на площадке Белоярской АЭС для реализации двухкомпонентной ядерной энергетической системы с замкнутым ядерным топливным циклом на базе быстрых реакторов нового поколения. В проекте БН-1200М применены референтные технические решения, хорошо показавшие себя при эксплуатации энергоблоков БН-600 и БН-800, и новые технические решения по оборудованию и системам реакторной установки. Для новых технических решений проводится расчетное и экспериментальное обоснование активной зоны в части работоспособности смешанного уран-плутониевого топлива, конструктивного исполнения компонентов и ее характеристик, системы аварийного отвода тепла и ее элементов, главных циркуляционных насосов, холодных ловушек, двухмодульного корпусного парогенератора, а также безопасности эксплуатации, новых конструкционных материалов и др. Разработан технический проект реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200М, обоснована конкурентоспособность проекта по отношению к перспективным энергоисточникам, разработаны материалы проекта энергоблока, получена лицензия на размещение энергоблока на площадке Белоярской АЭС. Результаты НИОКР позволили обосновать новые технические решения, повысить уровень безопасности, надежности и экономичности по отношению к проектам-предшественникам и перспективным энергоисточникам. Выполненные работы позволили обеспечить готовность к коммерческому освоению проекта энергоблока с реакторной установкой БН-1200М большой мощности в двухкомпонентной ядерной энергетической системе.
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Использование МОКС-топлива в реакторе БН-800
(НИЯУ МИФИ, 2025) Васильев, Б. А.; Крюков, А. Н. ; Фаракшин, М. Р.; Белов, С. Б.; Шеряков, В. С.; Кузнецов, А. Е.; Филин, И. А.
В соответствии с принятой в Российской Федерации стратегией развития двухкомпонентной ядерной энергетики с замыканием ЯТЦ реакторы на быстрых нейтронах должны обеспечивать эффективное использование смешанного уран-плутониевого топлива на основе плутония, выделяемого из ОЯТ тепловых реакторов, а затем – из собственного ОЯТ. В первых отечественных реакторах БН использовалось освоенное к тому моменту топливо на основе диоксида обогащенного урана. Освоение смешанного уран-плутониевого оксидного (МОКС) топлива началось с облучения экспериментальных ТВС в исследовательском реакторе БОР-60, а также энергетических реакторах БН-350 и БН‑600. Проект БН-800 был ориентирован уже на использование смешанного уран-плутониевого топлива. В связи с задержкой запуска промышленного производства МОКС-топлива, создаваемого на ФГУП «ГХК», БН-800 был запущен (2016 г.) с гибридной активной зоной, сформированной преимущественно из ТВС с урановым топливом. Доля ТВС с МОКС-топливом, изготовленных на опытных производствах АО «ГНЦ НИИАР» и ФГУП «ПО «МАЯК», составляла 16%. Гибридная активная зона эксплуатировалась до восьмой микрокампании. Переход на полную загрузку БН-800 МОКС-топливом был завершен к началу 13-й микрокампании (2023 г.). Для изготовления МОКС-топлива БН-800 используется плутоний разного изотопного состава, что обеспечивается за счет применения на производстве методики корректировки массовой доли плутония в топливе. В настоящее время осуществляется перевод активной зоны на ТВС с оболочками твэлов из более радиационно стойкой стали ЭК164-ИД, что впоследствии позволит приступить к работам по повышению выгорания топлива. При этом по сравнению с освоенным режимом работы активной зоны с оболочками твэлов из стали ЧС68-ИД планируется увеличить выгорание топлива с 9,5 до 12% т.а. по максимальному значению и с 66 до 86 МВт⋅сут/кг по среднему значению. В рамках освоения технологии выжигания минорных актинидов с 14-й микрокампании (2024 г.) в реакторе облучаются три ТВС, в состав которых входят по четыре твэла с добавлением америция (0,9%) и нептуния (0,6%).
Уменьшенное изображение
Публикация
Открытый доступ
Обеспечение научно-технической поддержки эксплуатации энергоблока БН-600
(НИЯУ МИФИ, 2025) Бельтюков, А. И.; Говоров, П. П.; Карпенко, А. И.; Носов, Ю. В.; Ошканов, Н. Н.; Тучков, А. М.; Щеклеин, С. Е.
Успешная работа уникального энергоблока БН-600 с быстрым натриевым реактором большой мощности с интегральной компоновкой первого контура в течение более 40 лет стала возможной благодаря высокому качеству проекта, строительных и монтажных работ, квалификации эксплуатационного персонала, а также непрерывной многолетней научно-технической поддержке эксплуатации научно-исследовательским отделом Белоярской АЭС и научными и проектно-конструкторскими организациями Госкорпорации «Росатом». В процессе освоения мощности и последующей эксплуатации были обнаружены физические и теплофизические особенности, учет которых был невозможен на маломасштабных установках и экспериментальных стендах. Исследования касались всех контуров и единиц оборудования и режимов эксплуатации энергоблока. В первом контуре интегрального натриевого реактора БН-600 проведены исследования секторного (петлевого) течения теплоносителя. Определены основные количественные зависимости между изменениями теплогидравлических параметров контуров и значениями предельно допустимой разности частот вращения главных циркуляционных насосов первого контура (ГЦН-1). В режимах расхолаживания реактора исследованы скорости теплоотвода от активной зоны для различного сочетания работающего оборудования. Для определения дефектных тепловыделяющих сборок (ТВС) по топливу предложена методика поиска негерметичных ТВС на базе разработанного метода относительного взвешивания компенсирующих стержней (КС). Определены зависимости коэффициента интерференции системы КС от положения стержней КС в зоне. По результатам опытной наработки радионуклида кобальт-60 в реакторе показана возможность наработки изотопной продукции в промышленных масштабах. Получены основные теплогидравлические характеристики прямоточных секционных парогенераторов (ПГ) «натрий-вода» ПГН-200М для каждой петли с учетом числа отключенных модулей. Изучение температурных режимов ПГ, исследования максимальных тепловых потоков в испарителях и выноса влаги из испарителя позволили установить допустимые (предельные по мощности) возможности ПГ, что обеспечивает устойчивость работы блока БН-600 к отказам отдельного оборудования. Для обеспечения нормальной теплотехнической эффективности ПГ из-за ухудшения теплообмена при прохождении защитного газа по контуру циркуляции определена граница захвата газа из натриевого буферного бака (ББН) в зависимости от режимных параметров контура. Установлены оптимальные продолжительности межпромывочных периодов ПГ. В зависимости от времени наработки при накоплении значительных отложений в ПГ обнаружено увеличение области гидродинамической неустойчивости. По результатам исследований режимов работы ПГ определены границы области гидродинамической неустойчивости пароводяного потока.
Описание
Ключевые слова